JPS59222793A - 原子力発電所における復水・給水装置 - Google Patents

原子力発電所における復水・給水装置

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JPS59222793A
JPS59222793A JP58098452A JP9845283A JPS59222793A JP S59222793 A JPS59222793 A JP S59222793A JP 58098452 A JP58098452 A JP 58098452A JP 9845283 A JP9845283 A JP 9845283A JP S59222793 A JPS59222793 A JP S59222793A
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    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01KSTEAM ENGINE PLANTS; STEAM ACCUMULATORS; ENGINE PLANTS NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; ENGINES USING SPECIAL WORKING FLUIDS OR CYCLES
    • F01K7/00Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating
    • F01K7/34Steam engine plants characterised by the use of specific types of engine; Plants or engines characterised by their use of special steam systems, cycles or processes; Control means specially adapted for such systems, cycles or processes; Use of withdrawn or exhaust steam for feed-water heating the engines being of extraction or non-condensing type; Use of steam for feed-water heating
    • F01K7/40Use of two or more feed-water heaters in series
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22STEAM GENERATION
    • F22DPREHEATING, OR ACCUMULATING PREHEATED, FEED-WATER FOR STEAM GENERATION; FEED-WATER SUPPLY FOR STEAM GENERATION; CONTROLLING WATER LEVEL FOR STEAM GENERATION; AUXILIARY DEVICES FOR PROMOTING WATER CIRCULATION WITHIN STEAM BOILERS
    • F22D11/00Feed-water supply not provided for in other main groups
    • F22D11/006Arrangements of feedwater cleaning with a boiler

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  • Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
  • Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は発電所における復水・給水装置に係り、特に原
子力発電所において、タービンから抽出した蒸気を給水
の加熱に使用するだめの給水加熱器を待った復水・給水
装置に関する。
〔発明の背景〕
第1図に沸騰水型原子力発電n[を−例とした従来装置
の系統図を示す。
原子炉lで発生した蒸気は、高圧タービン2゜低圧ター
ビン4を駆動し、復水器61に排気凝縮される。寸だ9
図に示すように高温蒸気系から各給水加熱器11〜16
に供給された抽出蒸気は給水を昇温した後、凝縮して9
図に破線で示した様に低温側の給水加熱器へ連続的に通
水して、復水器6へ送られる。
復水器6の凝縮水は、復水ポンプ7で昇圧され、ろ過器
8.脱塩器9.給水加熱器16〜12を通り、給水ポン
プ10.給水加熱器11で再び昇圧昇温され、原子炉1
へ供給される。
以上に示した従来装置では次に述べる問題点がある。
(1)抽出蒸気は給水加熱器により復水となり、さらに
給水として原子炉に供給されるが、この抽出蒸気が凝縮
した復水は、全給水量の約40%を占める。
この復水が、第6給水加熱器16を流出した時にはまだ
温度が高く、との復水が全給水量の約40%を占め、そ
の熱量は1杉大である。
従来装置では、この膨大なる熱量(約1.0×10 ’
 kcal/h )が復水器6で放出されるので。
熱損失が犬へ〈熱効率が悪いものとなっていた。
(11)第6給水加熱器16より排出される凝縮水は。
数段の給水加熱器により凝縮されたものであるため、ク
ラッドの混入が多い。
そのため1mJ記凝縮水を直接、給水として戻すと、給
水の水質を・晶化させるので従来装置では給水加熱器1
6.復水器6.ろ過器8と通水させて給水としての水質
を満足さぞ、原子炉lに供給している。
しかし、前記凝務水は、復水器6の復水のように海水で
冷却されてはいないので、脱塩器9に通水する必要はな
いにもがかわらず、従来は前記凝縮水全復水器6に戻し
ているため、その凝縮水も脱塩器6を通さなければなら
ず、よって脱塩器9の容量は凝縮水を含む全給水を処理
しなければならず、犬f−3fjtのものとなる。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、系統の熱効率の改善及び。
脱塩器容量の低減を計るようにした発電所に2ける復水
・給水装置を得ることにある。
〔発明の概要〕
本発明の特徴は、タービンと、タービンのF流に設けら
れた復水器と、復水器のド流に設けられだ脱塩装置と、
脱塩装置の下流に設けられた給水カロ熱器とを備える発
電所における復水・給水設備において、 Mfl記給水
給水加熱器縮された復水を脱塩装置ド流の給水配管に戻
す管路を設け、この管路にろ過器を設けた点にある。
上記の様な構成上の特徴を有することによって本発明で
は次の作用、効果が得られる。
(1)熱効率の改善 従来装置では、給水加熱器で凝縮された復水の持つ熱量
を復水器へ放出していることに着目し9本発明では前記
復水を脱塩器F流の給水配管に直接戻し、給水温度を上
昇させる。このことにより系統の熱量を有効活用でき、
熱効率が改善される。
(11)脱塩器の容重低減 復水器は大容量の構造物であり、材質は炭素鋼を使用し
ており、しかも海水によって冷却されているので1機器
・配gを保獲するために復水器の凝縮水を脱塩して原子
炉へ供給している。
従って、従来装置では、給水化量を脱塩可能とする容量
(100%)の脱塩器が必要である。
給水加熱器で凝縮された復水は脱塩器への通水が不要で
あることに着目し1本発明では給水化量の内、復水器よ
り供給される給水だけを脱塩処理可能な容量(60%)
の脱塩器でよい。
これにより、脱塩器の容量を低減(4ox)することが
できる。
なお、給水カロ熱器により凝縮された復水は。
クラッドの混入が多いが、このクラッドは前記復水が給
水配管に戻すだめの配管に設けられたろ過器(常温用)
によって除去きれる。
この発明により、低温フィルタを使用した一千まで、脱
塩器容量が低減できる。
〔発明の夾施列〕
第2図、第3図に沸騰水型原子力発′覗所を一例とした
本発明の一実施例を示す。
従来装置は第1図に示した様に給水加熱器16を出た復
水が、復水器6に流入していたが。
本発明では第2図に示tとおり、ドレンポンプ20、ろ
過器21を設置して、脱塩器9下流の給水配管に復水を
戻せるようにした。
ドレンポンプ20vi、復水を昇圧させ、ろ過器21に
通水させた後、復水ポンプ7で昇圧されている給水に復
水を円滑に供給するために設置している。
また、ろ過器21は給水加熱器11〜16などから復水
に混入するクラッドを除去するために設置している。
な寂、第3図に示す本発明との比較のため。
第4図に従来装置の構成を示した。
上記本発明の一実施例によれば次の効果が得られる。
(1)熱効率向上の効果 第5図に従来装置に2ける熱精算図、第6図には不発明
の一実施例における熱精算図を示した。− なお、熱梢算図中の数値は、現在、沸騰水型原子力発電
所の標準的な電気出力である110万キロワット級原子
炉の概略値を使用した。
両図において、原子炉1出口蒸気条件、給水カロ熱に消
費する熱量、復水器6出ロ給水条件は同じとする。
従来(第5図)の給水条件は、復水器6より第6給水加
熱器16′!で入熱がないものとrると、第6給水加熱
器16人口では、温#33℃。
エンタルピ33 kca17’に9であり9次に6段の
加熱器で昇温され、第1給水加熱器11出口においては
kAK 215℃、エンタルピ2211cca/Kpと
なる。この場合、原子炉1出口蒸気熱量に対する給水の
加熱熱量、つ寸り熱回収の割合は約33.4%となる。
これに対して本発明(第6図)の給水条件は。
復水器6出口では従来と同じであるが、脱塩器9F流に
、全給水量の約40%を占める蛍の給水加熱器11〜1
6で凝縮された復水(温度42℃、エンタルピ42 k
cal/にり)が加わる。
この/こめ第6給水加熱器16人口では、温度37℃、
エンタルピ37 kcal/に9.第1給水ノJO熱益
11出口では、温度219℃、エンタルピ225 kc
al/に7となる。この場合、熱回収の割合は約34.
0%となる。
以上の結呆よ1り、熱回収の割合は334%から340
%に上昇することを示しプ乙が、熱量で表わすと以Fと
なる。
従来の回収熱量  641 o、Gx 22 bh本発
明の回収熱鼠  641uGx2z5h(();流t 
 h;エンタルピ(水))ゆえに9回収熱量の差け25
640XI(J′kcal/bとなり、換算すると約3
万キロワツトとなる。この値は電気出力110万キロワ
ツトの3%弱となる。
なお、第3図、第4図中の記号は次のことを示している
G;流斂(ton/hr)  H:エノpルビ(kca
 I/KyX蒸気)h:エンタルピ(kca 1Jy)
 (水)(11)脱塩器容量の低減 従来(第4図)のろ過器8の容量、脱塩器9のWtをそ
れぞれ100%とすると1本発明(第3図)では、復水
器6よりの給水だけに脱塩器9が必要なので、脱塩器9
は60%容量に低減できる。
斗だ、ろ過器は全給水茶業が必要となるが。
ろ過器8に60%容堆、ろ過器21に40%容量に分配
することで全体としては100%容量となり従来と同じ
である。
なお1本発明は低温フィルタを使用して、脱塩器9の容
量を低減していることに特徴がある。
(iH)  復水ポンプの接散低減 本発明によりドレンポンプ20が追加となるが、従来の
復水ポンプ7は全給水量を100%とすると2か運転、
1台予備として、3X50π−=150イ答黛必要であ
った。従来の全給水量を100%とした時9本発明によ
る全給水量ば60にであるので9本発明にkいて復水ポ
ンプを2む運転、lむ予iJmとすると、3X30ガ一
90%容量となり、復水ポンプの容量の低減が計れる。
本発明の他の実施例を第7図により:脱明する。
この実施例が前記−実施VIII (第2図)と異るの
は、高温側給水加熱器11で凝縮された復水を11高温
性のあるろ過器22に通水して、給水ポンプ10の吸込
側の給水配管に戻していることである。
寸た。第2図と同様に低温側給水加熱器12〜16で凝
縮さ、れ/こ復水は、ドレンポンプ20で昇圧さオt、
ろ過器21を通水させた後、復水ポングアで昇圧されて
いる給水に円滑に供給きれる。
イ凝縮水戻り配管に設置したろ過器21.22は。
給水7J[+熱器11〜16などで復水に混入するクラ
ッドを除去して、給水としての水質を保持させている。
上記不発明の他の実施しUの効果を次に述べる。
(1)  ドレンポング容量の低減 第7図に示すように高温側給水加熱器11により凝縮き
れた復水を給水ポング]O吸込側給水配管に戻すことに
より、新たにドレンボ/グを設置しlぐてよい。
このことによりドレンポンプ20の容量は。
第6図に示した値よりも、高温側給水加熱器11で凝縮
された復水の分だけ低減できる。
〔発明の効果〕
本発明は以上述べたように、給水加熱器で凝縮された復
水を脱塩器ド流の給水配管に戻すようにしているので、
系統の熱効率を改善でき。
さらに脱塩器容量の低減も計れるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来装置の系統図、第2図は本発明装置の一実
施例を示す系統図、第3図は第2図の要部を詳細に示す
要部系統図、第4図は第2図の要部を詳細に示す要部系
統図、第5図は第1図に示す従来装置における熱精算図
、第6図は第2図に示す本発明装置における熱4f4算
図、第7図は本発明装置の他の実施例を示す要部の系統
図である。 1・原子炉、2・・高圧タービン、3・湿分分離器4 
・低圧タービン、5・・発146・復水器。 7・・・復水ポンプ、8 ・ろ過器(常温用)、9・・
脱塩器、10 ・給水ポンプ、11・・第1給水別熱器
。 12・・第2給水加熱器、13・・第3給水加熱器。 14・・・第4給水加熱器、15・・第5給水加熱器。 16・・第6給水加熱器、20・・ドレンポンプ。 21・・ろ過dFi (常温用)、22− ろ過器(耐
高温手続補正書(自発) T(′17.Ll庁長官若杉和夫殿 −19件の表小 昭和58年1.1許1tif+第 98452  号発
明の名称 発電所における伽水・給水装置 補正をする音 ・j沖lとの関係  ′l”JI作出)展(人名 /l
■51oI J3、八づ置10 立 製 作 所代  
 理   人 1・:jす!(〒1(+(υ東φS都千代田区丸の内−
利−115番1−リ袖正の月象 明卸j書の「%許請求の範囲」と1−発明の詳細な説明
」との各欄 ン市t1−のj人j容 別紙のとおり。 1、明釦書の特n・′1請求の範囲の欄の記載を次のと
おり補正する。 2、特許請求の範囲 []−、タターンと、タービンの下流に設げらAした復
水器と、復水器の下流に訛りられた脱塩装置と、脱塩装
置の下流に設けられた給水加熱器ととを備える発電所に
おける復水・給水設備において、前記給水力jI熱器で
凝縮された復水を脱塩装置下流の給水配管に戻す管路を
設けたことを特徴とする発電所における復水・給水装置
。 一影、特許請求の範囲の第1項において、前記管路を、
脱塩装置と最終段給水加熱器との間の給水配管に連通し
、前記管路にろ過器を設けたことを特徴とする発電所に
おける脱水・給水装置。 主、特許請求の範囲の第1項において、前記管路にろ過
器を設けたことを特徴とする発電所における脱水・給水
装置。」 2、明細)1)の第2頁目の第18行[コに記載の「第
6給水加熱器16」を「最終段給水加熱器である第6給
水加熱器16」に訂正する。 3、明細書の第6頁目の第2行目にiil!載の「給水
加熱器」を「最終段給水加熱器である第6給水加熱器」
にお正する。 4、明細書の第4頁口の第10行目に記載の「設け、こ
の管路にろ過器を」を削除する。 5、明細7)の第5頁目の第13行目から同頁の第18
行までま全文を削除する。 6、明細書の第9頁目の第11行目に記載の「本発明J
をr本発明の実施例では」に訂iトする。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、 タービンと、タービンのF流に設けられた復水器
    と、復水器のF流に設けられた脱塩装置と。 脱塩装置のF流に設けられた給水加熱器とを備える発電
    所における復水・給水設備において。 前記給水加熱器で凝縮された復水を脱塩装置下流の給水
    配管に戻す管路を設け9 この管路にろ過器を設けたこ
    とを特徴とする発電所における復水・給水装置。
JP58098452A 1983-06-02 1983-06-02 原子力発電所における復水・給水装置 Granted JPS59222793A (ja)

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PCT/JP1984/000279 WO1984004952A1 (en) 1983-06-02 1984-06-01 Condensate feed apparatus for steam generator

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